AT377379B - Verfahren zur herstellung eines aufzutragenden, aufspritzbaren oder in formen gegossenen abschirmmaterials - Google Patents

Description

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   Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung eines aufzutragenden, aufspritzbaren oder in Formen gegossenen Abschirmmaterials auf-und in Bauten jeglicher Art für zivile, insbe- sondere militärische Zwecke gegen den biologisch schädlich wirkenden Neutronenfluss der neuen   Kernwaffengeneration.   



   Durch die Weiterentwicklung der Kernwaffen ist man vom Fissionsmechanismus (Kernzerfall) auf den   Fusionsmechanismus (Kernverschmelzung) Wasserstoff-Neutronenbombe   und andern Koppe- lungen übergegangen, beispielsweise in thermonukleare Bomben. 



   Während bei der Fission vorwiegend kinetische Energie (Druckwelle und Gamma-Strahlung) erzeugt wird, entstehen bei der Fusion sehr hohe Temperaturen und ein sehr starker Neutronen- fluss, der alles Leben vernichtet, ohne die bestehenden Objekte zu zerstören. Bei dem Fusions- mechanismus, mit viel höherer Temperatur des Feuerballes, ist auch die Energie der Maxwell'sehen
Neutronen wesentlich höher, dadurch vergrössert sich auch ganz bedeutend ihre Reichweite. 



   Aus diesem Grund müssen zum Schutz der Soldaten und der Zivilbevölkerung gegen diesen biologisch äusserst schädlich wirkenden Strahlenfluss, andere Abschirmstoffe verwendet werden, als bisher verwendet wurden. 



   Die aus Ersparnisgründen in Westeuropa vertretene Ansicht, dass gegen den Strahlenfluss der neuen Kernwaffen-Generation ein luftdichter Betonbunker mit einer nach aussen gehender Filter- anlage in der Lage wäre, tatsächlich genugend Schutz zu bieten, ist deshalb unwichtig. Jede nach aussen gehende Filteranlage bewirkt das unumschränkte Eindringen des Neutronenflusses, der auch vor Ecken, Krümmungen und Einlässen nicht halt macht, bewirkt aber auch den sicheren Tod der im Schutzraum befindlichen Personen. 



   Um den Strahlenfluss der Neutronen unwirksam zu machen, ist es erforderlich, die schnellen Neutronen abzubremsen, sowie die langsamen Neutronen möglichst frühzeitig zu absorbieren, damit durch Wechselwirkungen zwischen den Elementen der Gamma-Schutzschichte und Neutronen keine induzierte Gamma-Strahlung entsteht. Sekundäre Gamma-Strahlung und neuentstandene Isotopen können sonst auf längere Zeit eine tödliche Wirkung hervorrufen. 



   Die neuen A-Waffen haben nicht nur einen starken Neutronenfluss, sondern auch eine starke Hitzeentwicklung. Es ist also erforderlich, vor der Neutronen-Schutzschichte eine hitzebeständige Schichte von mindestens   18000 aufzutragen.   Der Strahlenschutzschild soll durch die Trennung der Funktionen bei einem gegebenen Aufwand an wirksamen Stoffen den optimalen Effekt erzielen. 



   Die Zeichnungen zeigen die Wirkungsweise eines an den Reaktorzentren experimentell geprüften Strahlen-Schutzschildes mit getrennten Funktionen, die zum Beton angrenzende Schichte ist eine hitzebeständige Masse. Hiebei bedeuten in   Fig. 1   5 gebundene Pandermitmasse, 6 gebundene Boroxydmasse, 7 gebundene Masse seltener Erden und 8 gebundene Aktinolithmasse, und in Fig. 2 9 zu einer einheitlichen Mischung in Form gegossen aus vier Materialien (Pandermit, Boroxyd, seltene Erden, Aktinolith), verbunden mit Kunstharz und Kalthärtebinder. 



   Die Masse kann aufgetragen-insbesondere aufgespritzt-werden. 



   Die Prüfplatten in den verschiedenen Verbindungen haben eine 95 bis 98%ige Abschirmwirkung gegen die thermischen Neutronen und Gamma-Strahlen und schirmen bis zu 40% die schnellen Neutronen ab. 



   Als erstes wurde das Material auf seine Abschirmwirkung gegen schnelle und thermische Neutronen, sowie gegen Gamma-Strahlen experimentell untersucht. An einem Strahlrohr des Reaktors wurde mit Hilfe von Kollimatoren ein bestimmtes Strahlenbündel aus schnellen und langsamen Neutronen sowie Gamma-Strahlen ausgeblendet. 



   Die Messungen der verschiedenen Strahlenarten erforderten umfangreiche apparative und finanzielle Aufwendungen. Die schnellen Neutronen wurden mit einem Horniak-Button Szintillator, Photomultiplier und einer entsprechender elektronischer Messeinheit gemessen. 



   Die langsamen Neutronen konnten mit einem B-ZnS (Ag) Szintillator gemessen werden. Für die Messungen der Gamma-Strahlen wurde das Dosisleistungsmessgerät E. M. B.-3 von Landis & Gyr verwendet. Bei den Versuchen war der Reaktor mit 500 kW Leistung im Betrieb. 



   Bereits 1, 6 mm Materialstärke genügt, um die vorhandenen thermischen Neutronen-Strahlen um die Hälfte zu reduzieren. 



   Bekannte Strahlenschutzplatten, wie Lithiumborate-Fritte mit Wasserglasbindung u. a., sind 

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